“核燃料施設に対するリスク評価に関する実施基準：201X”
公衆審査 隅田 幸生 様ご意見への回答
2017.12.14
一般社団法人 日本原子力学会標準委員会頂きましたご意見についての回答を以下に示します。
ご意見
ご意見箇所
標題

回答

内容
タイトルは「核燃料施設のに対するリスク評価に関する実施既刊の原子力発電所に係るリスク評価の実施基準のタイトルで基準」でよいと思う。

は「・・・に対する」、「・・・を対象とした」との標題が多いことから、これに倣い「核燃料施設に対する」と決定しました。
「の」でも「に対する」でも意味は同じですので公衆審査文案のままとします。

まえがき

核燃料施設のに対するリスク評価に関する実施基準：201* 頂いた左記の修文案は原文と同様の内容であり、文書表現の「嗜を発行しました。この基準は(社)日本原子力学会が標準委員 好」の範疇にあると理解致しますので、以下を除き公衆審査文会・リスク専門部会・核燃料施設リスク評価分科会、同専門案のままと致します。また、公衆審査文案のままとする特段の部会、同委員会での審議を経て策定・発行したものです。

理由がある箇所については、それを明記します。

評価対象としては、核燃料施設のうち、ウラン燃料加工施設、MOX 燃料加工施設、ウラン濃縮施設、及び再処理施設における内的事象及び外的事象のうち地震を起因として発生する事故を対象としたリスク評価を実施する際の要件及びそれを満たす具体的な方法を実施基準として規定したものです。
外的事象のうち地震以外については別途検討を行うこととします。
1

ご意見
ご意見箇所

回答

内容
福島第一原子力発電所事故を契機として、過酷事故の発生頻度と影響の大きさを科学的・合理的に見積ることのできる確率論的安全評価(PRA)などが核燃料施設の安全性向上に重ご指摘に従い、「PRA」を「確率論的リスク評価」と修正します。

要な役割を持つことが認識されてきました。によるリスク評
価の重要性がクローズアップされ、これらその評価結果を法規制の枠組みの参考としたり、事業者の安全確保対策を向上及び規制内容に反映させることが、従来にも増して必要になってきています。
我が国では、リスク情報の活用に向けて核燃料施設を対象 ご指摘の趣旨を踏まえ、英語（risk assessment）との整合性もに、PRA確率論的なリスク評価手法及びそれらの基礎的デー鑑み「確率論的なリスク評価手法」を「リスク評価手法」と修タの整備が、個々の施設の安全上の特徴を反映しつつ積極的正します。に進められています。
この作業を効率的に進めるためには、体系的なリスク評価 効率化を図ることだけが目的ではないので公衆審査文案のまま基準が不可欠です。この基準はしかし、発電用原子炉施設よりと異なり、施設数が絶対的に少なく、同種の施設でも設備設計が異なるようなため、施設のリスクレベルに応じた適切かつ合理的な評価を実施できる基準である必要があります。
また、核燃料施設の特徴を考慮した地震などの外的事象のリスク評価の基準も含まれる必要があります。検討すべき課題となっています。
そこで、本学会・標準委員会では、リスク専門部会の下に核燃料施設リスク評価分科会を新たに設置し、核燃料施設のリスクレベルに応じて適切な手法が選択できる体系的なリスク評価の実施基準を作成しました。
2とします。ご意見ご意見箇所

回答

内容
この実施基準により、より効率的なリスク評価が行えることを願っています。

FOREWARD

This document is intended to provide requirements and

頂いた左記の修文案は原文と同様の内容であり、文書表現の「嗜procedure guide for conducting risk assessment of nuclear

好」の範疇にあると理解致しますので、以下を除き公衆審査文

fuel facilities(NFFs). This standard has been approved and案のままと致します。

issued by the Atomic Energy Society of Japan (AESJ) on
the deliberations at the Subcommittee on Risk Assessmentof Nuclear Fuel Facilities, the Risk Technical Committee,
and the Standard Committee.
The scope of this standard covers the risk assessment ofincidents resulting from internal events and seismic
event , which is an important external event, in facilities
for uranium fuel fabrication, MOX fuel fabrication,uranium enrichment and spent fuel reprocessing.
The risk assessment of incidents resulting from otherhazards without the seismic event are taken into accountconsidering the next standard.
After the Fukushima Dai-ichi nuclear

power plant 日本語との整合を図るため

accident, the Probabilistic Risk Assessment(PRA), which
evaluates the frequencies of severe accident and theirconsequences with scientific rationality , has beenrecognizedtohaveimportantrolefor

thesafety

enhancement of NFFs nuclear facilities in Japan.
It is needed more than ever to consider insights from risk
3

PRA→probabilistic risk assessment

ご意見
ご意見箇所

回答

内容
assessment in regulatory assistance decision making andactivities of enhancing safety measures by the licensee.
Efforts of developing methodologies and basic data forrisk assessment are undertaken actively for NFFs inJapan.
Above this situation, However, it is needed to develop asystematicprocedure

thatforconducts

ing

risk

assessment to achieve appropriate quality and reasonablecost that are commensurate with the risk offacility has not been developed. Thisfor eachprocedure covers ispartly because the limited number of facilities is and thestandardized system designs are not even for the samekind of facility.
Development of risk assessment methods for external
hazards such as seismic events is also an important issue
to solve by taking into account characteristics of risk
profiles of NFFs.
Therefore, the Subcommittee on Risk Assessment of
Nuclear Fuel Facilities newly organized under theStandard Committee of AESJ, developed a new standard
for systematic procedures for risk assessment of NFFs.
And we hope it will which allows the users to selectappropriate optional methods depending on the risk levelsof their facilities.
4

ご意見
ご意見箇所
2 引用規格

回答

内容

付属書 X、Y、Z で AESJ-SC-P008:2013 を引用しているの ここで記載する引用規格は、箇条３の本文中に記載があります
で、これも加えた方がよい。また、P15 で気象指針も示して ように「・・・実施基準の規定の一部を構成する」実施基準をいるので、これも引用規格・指針として示した方がよい。

挙げています。ご指摘の実施基準は附属書（参考）での引用ですので、引用規格には含めていません。これにより公衆審査文案のままとします

3.1 耐性評価

3.1 は荷重耐性評価とした方がよい。

耐性評価は、附属書R(規定)において「負荷」に対する耐性を評価することを求めています。本文規定および附属書(規定)では、「性能評価」の用語が使われていので公衆審査原文のままとします。「荷重」については、附属書(規定)では「負荷」としているので整合を取るため「負荷」に統一し、説明文中の「荷重」を「負荷」に修正し、「設計で想定される以上の荷重負荷が作用したときでも、・・・」とします。

3 用語及び定

3.6 として、この実施基準の文章構成を説明した方がよい。

本箇条は標題にありますように「用語及び定義、略語」を示す

義・略語例として、以下に示す。

箇条ですので、ご提案の実施基準の構成を示すことは不適切と箇条 4 から箇条 24 までは本文であり実施基準の実施手順を示 判断します。ご提案の趣旨に沿うものとして、目次において各す。その後にこれらの評価を実施するための補足として、附箇条に対応する附属書が分かるような書式を採用していますの

属書 A から AJ まで添付し、理解の促進のために、解説を加 で、公衆審査文案のままとします。
えた。
また、これらの構造を可視化したものとして、「核燃施設リスク評価の実施基準の構成図」を添付した。
表 1 略語一覧

HAZOP：ハザード分析

HAZOP はハザード分析の一手法であり、日本語では「ハゾップスタディーズ」と呼称されているので公衆審査文案のままとします。
5

ご意見ご意見箇所
4.1 一般事項

回答

内容
以下を追記する

大まかな流れとしては、施設特性調査を行い、その結果に 実施手順を図 1 に示すとともに、流れに沿って細分箇条で概略基づき、あらゆる事象に関するハザード分析を行う。この中を示しており、ご提案の第 1 文節は、これらと重複した内容でから発生頻度の高い項目を評価・抽出する。これらの項目のすので、追記せず公衆審査文案のままとします。

概略のリスク評価を行い、リスクが大きい場合は詳細なリスク評価を行い、これを文書化する。
なおこれらの文書化に当たっては保障措置に係るデータの 実施基準の本文では、「What to do」を記すのが原則であり、ご本文全般取り扱いに注意する。また、原子力発電所と違って、一か所提案の第 2 文節は、「How to do」に属する記述であり、その内の臨界ではなく、複数の臨界ポイントが発生する可能性も予容も敢えて特出しするものではないと判断されるため追記せずめ認識しておくことが必要である。

公衆審査文案のままとします。

附属書については用語で抜けているところが見られたので、実施基準に係る JIS 規格（JIS Z 8301 の「6.6.7.4

引用・参照

これらを修正のこと。(気付いたところのみ挙げておく。 などの示し方」）に則った表記で、抜けているわけではありませP11,P18、P19、P20、P21、P22、P23、P24、P25、P26、ん。公衆審査文案のままとします。

P27、P28、P32、P33、)
本文全般

附属書が多くあるので、修正後は附属書の参照ページも付けご指摘の通りと存じますが、実施基準作成のガイドラインに従ておくと読む方が楽になる。(解説も)い作成していますので公衆審査文案のままとします。

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“核燃料施設に対するリスク評価に関する実施基準:201X”公衆審査後の改定前後比較表
改定前（公衆審査版）

改定後

備考

まえがき

まえがき

公衆審査で頂いたご意見をもと

福島第一原子力発電所事故を契機として，過酷事故の発生

福島第一原子力発電所事故を契機として，過酷事故の発生頻度と影響の大きさを科学的合理的に見積ることのできる頻度と影響の大きさを科学的合理的に見積ることのできる確PRAなどによるリスク評価の重要性がクローズアップされ，率論的リスク評価 などによるリスク評価の重要性がクローズ

その結果を事業者の安全確保対策及び規制内容に反映させるアップされ，その結果を事業者の安全確保対策及び規制内容ことが，従来にも増して必要になってきています。に反映させることが，従来にも増して必要になってきていま

我が国では，リスク情報の活用に向けて核燃料施設を対象に修正す。に， 確率論的なリスク評価手法 及び基礎的データの整備が，我が国では，リスク情報の活用に向けて核燃料施設を対象個々の施設の安全上の特徴を反映しつつ積極的に進められてに，確率論的なリスク評価手法 及び基礎的データの整備が，います。しかし，発電用原子炉施設と異なり，施設数が絶対個々の施設の安全上の特徴を反映しつつ積極的に進められて的に少なく同種の施設でも設備設計が異なるため，施設のリいます。しかし，発電用原子炉施設と異なり，施設数が絶対スクレベルに応じた適切かつ合理的な評価を実施するための的に少なく同種の施設でも設備設計が異なるため，施設のリ体系的なリスク評価基準が未整備の状態にあります。また，スクレベルに応じた適切かつ合理的な評価を実施するための核燃料施設の特徴を考慮した地震などの外的事象のリスク評体系的なリスク評価基準が未整備の状態にあります。また，価の基準も検討すべき重要な課題となっています。

核燃料施設の特徴を考慮した地震などの外的事象のリスク評
価の基準も検討すべき重要な課題となっています。

FOREWARD

FOREWARD

公衆審査で頂いたご意見をもとAfter the Fukushima Dai-ichi nuclear accident, the PRA

After the Fukushima Dai-ichi nuclear accident, the(Probabilistic Risk Assessment), which evaluates theprobabilisticfrequencies of severe accident and their consequences withfrequencies of severe accident and their consequences with7

risk

assessment,

which

evaluates

theに修正scientific rationality, has been recognized to have importantscientific rationality, has been recognized to have importantrole for the safety enhancement of nuclear facilities inrole for the safety enhancement of nuclear facilities inJapan.・・・

Japan.・・・

3.1

3.1

公衆審査で頂い

耐性評価

耐性評価

たご意見をもと設計で想定した以上の荷重が作用した時でも，設計余裕を設計で想定した以上の負荷が作用した時でも，設計余裕を考慮して，構築物に要求された性能が維持できるかどうか評考慮して，構築物に要求された性能が維持できるかどうか評

価すること。

価すること。

8に修正